JPH0534479A - Fuel assembly and reactor core - Google Patents

Fuel assembly and reactor core

Info

Publication number
JPH0534479A
JPH0534479A JP3191653A JP19165391A JPH0534479A JP H0534479 A JPH0534479 A JP H0534479A JP 3191653 A JP3191653 A JP 3191653A JP 19165391 A JP19165391 A JP 19165391A JP H0534479 A JPH0534479 A JP H0534479A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
core
blanket
pellets
region
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP3191653A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP3031644B2 (en
Inventor
Katsuyuki Kawashima
克之 川島
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP3191653A priority Critical patent/JP3031644B2/en
Priority to FR9208361A priority patent/FR2679062B1/en
Publication of JPH0534479A publication Critical patent/JPH0534479A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP3031644B2 publication Critical patent/JP3031644B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

PURPOSE:To achive a fuel assembly, which can mitigate increase in reactivity of a reactor core even when the temperature of liquid sodium is increased at the time of transient phenomenon of a fast breeder reactor, and which can reduce reactivity loss following the driving of a nuclear reactor, and to achieve a reactor core comprising this fuel assembly. CONSTITUTION:A blanket fuel pellet 11 mainly composed of fuel parent material and a neutron moderator pellet 12 mainly composed of neutron moderation material, are mixed together and are arranged in the center part in the longitudinal direction of a fuel element 2, while a reactor core fuel pellet 10 for which a fissionable material is enriched, is arranged on other than the center part, i.e., on the upper or lower part in the longitudinal direction. Safety proper to the transient phenomenon of a fast breeder seactor is thus achieved, and driving period of the nuclear can be lengthened.

Description

【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention

【０００１】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は高速増殖炉に係わり、特
に燃料集合体及び炉心に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fast breeder reactor, and more particularly to a fuel assembly and a core.

【０００２】[0002]

【従来の技術】一般に、液体ナトリウム冷却型高速増殖
炉では、冷却材である液体ナトリウムの温度上昇に伴
い、炉心の反応度が変化することが、例えば、三木良平
著「高速増殖炉」（日刊工業新聞）に記載されている。
従来、高速増殖炉の燃料集合体は、例えば、前出「高速
増殖炉」に記載のように、核燃料物質を被覆管に封入し
て多数束ねた燃料要素束、燃料要素束を取り囲むラッパ
管、燃料要素束の上方にある冷却材流出部、及び燃料要
素束の下方にある冷却材流入部からなっている。また、
燃料要素は、上下端部に栓のある被覆管、核***性物質
を富化した炉心燃料ペレット又は燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料ペレット、及び核***反応で生成
された気体を収納するためのガスプレナムからなってい
る。2. Description of the Related Art Generally, in a liquid sodium-cooled fast breeder reactor, the reactivity of the core changes as the temperature of liquid sodium, which is a coolant, changes. Kogyo Shimbun).
Conventionally, a fuel assembly of a fast breeder reactor is, for example, as described in the above-mentioned "Fast breeder reactor", a fuel element bundle in which a nuclear fuel material is enclosed in a cladding tube and bundled in a large number, a wrapper tube surrounding the fuel element bundle, It consists of a coolant outlet above the fuel element bundle and a coolant inlet below the fuel element bundle. Also,
The fuel element includes a cladding tube with plugs at the upper and lower ends, a core fuel pellet enriched with fissile material or a blanket fuel pellet containing a fuel parent material as a main component, and a gas produced in the fission reaction. It consists of a gas plenum.

【０００３】炉心は、炉心燃料ペレットを被覆管に封入
した燃料要素を装荷した炉心燃料集合体が、複数個束ね
られ炉心内に充填されている炉心領域と、ブランケット
燃料ペレットを被覆管に封入した燃料要素を装荷したブ
ランケット燃料集合体が複数個束ねられ、炉心領域を取
り囲んでいる径方向ブランケット領域とからなってい
る。なお、特開平１−１２９１９号公報では、ブランケ
ット燃料ペレットと中性子減速材ペレットを混在させた
ブランケット燃料集合体を炉心領域の周囲に設けた炉心
が開示されている。The core has a core region in which a plurality of core fuel assemblies loaded with fuel elements in which core fuel pellets are enclosed in a cladding tube are bundled and filled in the core, and a blanket fuel pellet is enclosed in the cladding tube. A plurality of blanket fuel assemblies loaded with fuel elements are bundled together and consist of a radial blanket region surrounding the core region. Incidentally, Japanese Patent Laid-Open No. 12919/1989 discloses a core in which a blanket fuel assembly in which blanket fuel pellets and neutron moderator pellets are mixed is provided around the core region.

【０００４】[0004]

【発明が解決しようとする課題】上記の従来技術では、
原子炉の過渡事象時において、液体ナトリウムの温度が
上昇すると、熱膨張により液体ナトリウムの密度が減少
するため、中性子は液体ナトリウム原子に衝突しにくく
なる。この結果、炉心領域の中性子の平均エネルギ−が
増大するため、炉心の反応度が増大するという問題があ
った。SUMMARY OF THE INVENTION In the above prior art,
When the temperature of liquid sodium rises during a transient event in a nuclear reactor, the density of liquid sodium decreases due to thermal expansion, so that neutrons are less likely to collide with liquid sodium atoms. As a result, since the average energy of neutrons in the core region increases, there is a problem that the reactivity of the core increases.

【０００５】本発明の目的は、原子炉の過渡事象時に、
液体ナトリウムの温度が上昇しても、炉心領域の中性子
の平均エネルギ−の増大するのを抑制して、炉心の反応
度増大が緩和できる燃料集合体、及びこの燃料集合体で
構成した炉心を提供することにある。It is an object of the present invention to
Provided is a fuel assembly that suppresses an increase in the average energy of neutrons in the core region even if the temperature of liquid sodium rises, and alleviates an increase in the reactivity of the core, and a core composed of this fuel assembly. To do.

【０００６】本発明の他の目的は、炉心領域の中央部に
おける燃料の増殖（燃料親物質から核***物質への転
換）を促進して、原子炉運転に伴う反応度損失（燃料の
燃焼に伴う反応度損失）が低減できる燃料集合体、及び
この燃料集合体で構成した炉心を提供することにある。Another object of the present invention is to promote the growth of fuel (conversion of fuel parent material to fissionable material) in the central portion of the core region so that the loss of reactivity associated with the operation of the reactor (associated with combustion of fuel) It is to provide a fuel assembly capable of reducing reactivity loss) and a core composed of this fuel assembly.

【０００７】[0007]

【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。The above object can be achieved as follows.

【０００８】（１）核***性物質を富化した炉心燃料、
燃料親物質を主成分とするブランケット燃料、及び中性
子減速物質を装荷した燃料集合体において、前記燃料集
合体の長手方向の中央部はブランケット燃料と中性子減
速物質の混在する領域、長手方向の非中央部は炉心燃料
の存在する領域であること。(1) Core fuel enriched with fissile material,
In a blanket fuel containing a fuel parent substance as a main component, and a fuel assembly loaded with a neutron moderator material, a central portion in the longitudinal direction of the fuel assembly is a region in which the blanket fuel and the neutron moderator material are mixed, and a non-center in the longitudinal direction. Part is the area where core fuel exists.

【０００９】（２）核***性物質を富化した炉心燃料、
燃料親物質を主成分とするブランケット燃料、及び中性
子減速物質を装荷した燃料集合体において、前記燃料集
合体の長手方向の中央部ほど、中性子の巨視的散乱断面
積を大きくすること。(2) Core fuel enriched with fissile material,
In a blanket fuel containing a fuel parent substance as a main component and a fuel assembly loaded with a neutron moderator, a macroscopic neutron scattering cross section is increased toward a central portion in the longitudinal direction of the fuel assembly.

【００１０】（３）核***性物質を富化した炉心燃料ペ
レット、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペ
レット、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速
材ペレットを被覆管に封入した燃料要素を、複数本束ね
て構成される燃料集合体において、燃料要素の長手方向
の中央部はブランケット燃料ペレットと中性子減速材ペ
レットの混在する領域、長手方向の非中央部は炉心燃料
ペレットの存在する領域を有すること。(3) Core fuel pellets enriched with fissile material, blanket fuel pellets containing fuel parent material as a main component, and neutron moderator pellets containing neutron moderator as a main component in a cladding tube , In a fuel assembly constituted by bundling a plurality of fuel elements, the central portion in the longitudinal direction of the fuel element is a region in which blanket fuel pellets and neutron moderator pellets are mixed, and the non-central portion in the longitudinal direction is a region in which core fuel pellets are present. To have.

【００１１】（４）核***性物質を富化した炉心燃料ペ
レット、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペ
レット、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速
材ペレットを被覆管に封入した燃料要素を、複数本束ね
て構成される燃料集合体において、燃料要素の長手方向
の中央部は前記中性子減速材ペレットの存在する領域、
該中性子減速材ペレットを挾んだ上下部分はブランケッ
ト燃料ペレットの存在する領域、及び非中央部は炉心燃
料ペレットの存在する領域であること。(4) A fuel element in which a core fuel pellet enriched with fissile material, a blanket fuel pellet containing a fuel parent substance as a main component, and a neutron moderator pellet containing a neutron moderator as a main component are sealed in a cladding tube. , A fuel assembly constituted by bundling a plurality of bundles, the central portion in the longitudinal direction of the fuel element is a region where the neutron moderator pellets are present,
The upper and lower parts sandwiching the neutron moderator pellets are regions where blanket fuel pellets are present, and the non-central part is a region where core fuel pellets are present.

【００１２】（５）核***性物質を富化した炉心燃料ペ
レット、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペ
レット、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速
材ペレットを被覆管に封入した燃料要素を、複数本束ね
て構成される燃料集合体において、燃料要素の長手方向
の中央部は前記ブランケット燃料ペレットの存在する領
域、ブランケット燃料ペレットを挾んでブランケット燃
料ペレットの上下部分は中性子減速材ペレットの存在す
る領域、及び非中央部は炉心燃料ペレットの存在する領
域であること。(5) A fuel element in which a core fuel pellet enriched with fissile material, a blanket fuel pellet containing a fuel parent substance as a main component, and a neutron moderator pellet containing a neutron moderator substance as a main component are enclosed in a cladding tube. , In a fuel assembly constituted by bundling a plurality of fuel elements, the central portion in the longitudinal direction of the fuel element is the region where the blanket fuel pellets exist, and the upper and lower portions of the blanket fuel pellets sandwiching the blanket fuel pellets are the neutron moderator pellets. The existing area and the non-central part are the areas where the core fuel pellets exist.

【００１３】（６）核***性物質を富化した炉心燃料ペ
レット、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペ
レット、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速
材ペレットを被覆管に封入した燃料要素を、複数本束ね
て構成される燃料集合体において、炉心燃料ペレットと
ブランケット燃料ペレットを被覆管に封入し、被覆管の
長手方向の中央部はブランケット燃料ペレットの存在す
る領域、非中央部は炉心燃料ペレットの存在する領域で
ある第１の燃料要素、及び炉心燃料ペレットと中性子減
速材ペレットを被覆管に封入し、被覆管の長手方向の中
央部は中性子減速材ペレットの存在する領域、非中央部
は炉心燃料ペレットの存在する領域である第２の燃料要
素が複数本混在していること。(6) A fuel element in which a core fuel pellet enriched with fissile material, a blanket fuel pellet containing a fuel parent substance as a main component, and a neutron moderator pellet containing a neutron moderator as a main component are enclosed in a cladding tube. In a fuel assembly constituted by bundling a plurality of cores, the core fuel pellets and blanket fuel pellets are enclosed in a cladding tube, the central portion in the longitudinal direction of the cladding tube is the region where the blanket fuel pellets are present, and the non-central portion is the core. The first fuel element, which is the region where the fuel pellets are present, and the core fuel pellets and the neutron moderator pellets are enclosed in a cladding tube, and the central part in the longitudinal direction of the cladding tube is the region where the neutron moderator pellets are present, the non-center In the section, multiple second fuel elements, which are regions where core fuel pellets exist, are mixed.

【００１４】（７）炉心燃料を装荷した炉心燃料集合体
が複数個束ねられて炉心領域に充填され、炉心領域の周
囲はブランケット燃料を装荷したブランケット燃料集合
体が束ねられて構成される径方向ブランケット領域とか
らなる炉心において、（１）〜（６）のいずれかに記載
の燃料集合体を複数個束ねたもので炉心領域が構成され
ていること。(7) A plurality of core fuel assemblies loaded with core fuel are bundled and filled in the core region, and a blanket fuel assembly loaded with blanket fuel is bundled around the core region in a radial direction. In a core including a blanket region, the core region is formed by bundling a plurality of the fuel assemblies according to any one of (1) to (6).

【００１５】（８）炉心燃料を装荷した炉心燃料集合体
が複数個束ねられて炉心領域に充填され、炉心領域の周
囲はブランケット燃料を装荷したブランケット燃料集合
体が束ねられて構成される径方向ブランケット領域とか
らなる炉心において、（１）〜（６）のいずれかに記載
の燃料集合体よりなる第１の燃料集合体と、長手方向の
中央部及び非中央部の各領域ともに炉心燃料が存在する
第２の燃料集合体とが複数個束ねられて炉心領域に充填
され、炉心領域内の炉心径方向の内側に第１の燃料集合
体を、炉心径方向の外側に第２の燃料集合体をそれぞれ
配置して炉心領域が構成されていること。(8) A plurality of core fuel assemblies loaded with core fuel are bundled and filled in the core region, and a blanket fuel assembly loaded with blanket fuel is bundled around the core region in a radial direction. In a core composed of a blanket region, a core fuel is formed in each of a first fuel assembly including the fuel assembly according to any one of (1) to (6) and a central portion and a non-central portion in a longitudinal direction. A plurality of existing second fuel assemblies are bundled and filled in the core region, and the first fuel assembly is located inside the core region in the radial direction of the core and the second fuel assembly is located outside of the core region in the radial direction. The core area is constructed by arranging the bodies respectively.

【００１６】[0016]

【作用】本発明に基づく燃料集合体を使用した炉心で
は、原子炉の過渡事象時に液体ナトリウムの温度が上昇
した場合、熱膨張によりナトリウムの密度が減少して
も、燃料要素の中央部に中性子減速物質を設けているの
で、この領域の中性子は依然として減速され、炉心領域
の中性子の平均エネルギ−が大幅に増大することはな
く、炉心の反応度の増大が緩和される。In the core using the fuel assembly according to the present invention, when the temperature of liquid sodium rises during a transient event of the reactor, even if the density of sodium decreases due to thermal expansion, neutrons are generated in the center of the fuel element. Since the moderator material is provided, the neutrons in this region are still moderated, the average energy of the neutrons in the core region is not significantly increased, and the increase in the reactivity of the core is moderated.

【００１７】また、燃料要素の中央部にブランケット燃
料と中性子減速物質を混在させ、この領域の中性子の平
均エネルギ−を非中央部よりも低くしているので、炉心
領域の中央部において、燃料親物質から核***物質への
転換が促進され、燃料の燃焼に伴う反応度損失が低減で
きる。Further, since the blanket fuel and the neutron moderating substance are mixed in the central part of the fuel element and the average energy of neutrons in this region is made lower than that in the non-central part, the fuel parent is in the central part of the core region. The conversion of materials to fissionable materials is promoted, and the loss of reactivity due to combustion of fuel can be reduced.

【００１８】[0018]

【実施例】以下、本発明の実施例を図面を用いて説明す
る。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

【００１９】図１（ａ）は第１実施例の燃料集合体の模
式半縦断面図、図１（ｂ）は図１（ａ）の燃料集合体を
装荷した燃料要素の模式半縦断面図、図１（ｃ）は図１
（ｂ）のＡ部の拡大模式縦断面図、図２は図１（ｂ）の
燃料要素を装荷した図１（ａ）の燃料集合体を使用して
構成した炉心の説明図、図３〜図５は第２実施例〜第４
実施例の炉心の説明図、図６（ａ）は第５実施例の燃料
集合体の模式半縦断面図、図６（ｂ）は図６（ａ）の燃
料集合体に装荷した燃料要素の模式半縦断面図、図７
（ａ）は第６実施例の燃料集合体の模式半縦断面図、図
７（ｂ）は図７（ａ）の燃料集合体に装荷した燃料要素
の模式半縦断面図、図８（ａ）は第７実施例の燃料集合
体の模式半縦断面図、図８（ｂ）及び図８（ｃ）は図８
（ａ）の燃料集合体に装荷した燃料要素の模式半縦断面
図であり、１は燃料集合体、２は燃料要素、３はラッパ
管、４はラッパ管上端の冷却材流出部、５はラッパ管下
端の冷却材流入部、６は被覆管、７は上部端栓、８は下
部端栓、９はガスプレナム、１０は炉心燃料ペレット、
１１はブランケット燃料ペレット、１２は中性子減速材
ペレット、１３は炉心燃料集合体、１４は径方向ブラン
ケット燃料集合体、１５は中心部及び非中心部とも炉心
燃料からなる燃料集合体を示している。FIG. 1 (a) is a schematic semi-longitudinal sectional view of the fuel assembly of the first embodiment, and FIG. 1 (b) is a schematic semi-longitudinal sectional view of a fuel element loaded with the fuel assembly of FIG. 1 (a). , FIG. 1 (c) is shown in FIG.
2B is an enlarged schematic vertical cross-sectional view of the portion A, FIG. 2 is an explanatory view of a core configured by using the fuel assembly of FIG. 1A loaded with the fuel element of FIG. 1B, and FIGS. FIG. 5 shows the second to fourth embodiments.
6 (a) is a schematic semi-longitudinal sectional view of the fuel assembly of the fifth embodiment, and FIG. 6 (b) is of a fuel element loaded in the fuel assembly of FIG. 6 (a). Schematic semi-longitudinal sectional view, FIG.
FIG. 7A is a schematic semi-longitudinal sectional view of the fuel assembly of the sixth embodiment, FIG. 7B is a schematic semi-longitudinal sectional view of the fuel element loaded in the fuel assembly of FIG. 7A, and FIG. 8) is a schematic semi-longitudinal sectional view of the fuel assembly of the seventh embodiment, and FIGS. 8B and 8C are FIG.
FIG. 3 is a schematic semi-longitudinal sectional view of a fuel element loaded in the fuel assembly of (a), where 1 is a fuel assembly, 2 is a fuel element, 3 is a trumpet tube, 4 is a coolant outflow portion at the upper end of the trumpet tube, and 5 is Coolant inflow part at the lower end of the wrapper pipe, 6 cladding tube, 7 upper end plug, 8 lower end plug, 9 gas plenum, 10 core fuel pellets,
Reference numeral 11 is a blanket fuel pellet, 12 is a neutron moderator pellet, 13 is a core fuel assembly, 14 is a radial blanket fuel assembly, and 15 is a fuel assembly having core fuel at both the central portion and the non-central portion.

【００２０】図１（ａ）は、第１実施例の燃料集合体１
を示しており、燃料集合体１は、核燃料物質を充填した
燃料要素２、これを取り囲むラッパ管３、ラッパ管上端
の冷却材流出部４、及びラッパ管下端の冷却材流入部５
などからなっている。図１（ｂ）は、図１（ａ）の燃料
集合体１に装荷した燃料要素２を示しており、燃料要素
２は、被覆管６、上部端栓７、下部端栓８、炉心燃料ペ
レット１０、ブランケット燃料ペレット１１、中性子減
速材ペレット１２及びガスプレナム９などからなってお
り、冷却材の液体ナトリウムは被覆管６の外側を下から
上に向かって流通する。FIG. 1A shows a fuel assembly 1 of the first embodiment.
The fuel assembly 1 includes a fuel element 2 filled with a nuclear fuel material, a trumpet tube 3 surrounding the fuel element 2, a coolant outflow portion 4 at the top of the trumpet tube, and a coolant inflow portion 5 at the bottom of the trumpet tube.
Etc. FIG. 1B shows a fuel element 2 loaded on the fuel assembly 1 of FIG. 1A, and the fuel element 2 includes a cladding tube 6, an upper end plug 7, a lower end plug 8, and a core fuel pellet. 10, a blanket fuel pellet 11, a neutron moderator pellet 12, a gas plenum 9, etc., and liquid sodium as a coolant flows from the bottom to the top on the outside of the cladding tube 6.

【００２１】炉心燃料はプルトニウムとウランの酸化物
の混合物、ブランケット燃料は劣化ウランの酸化物、中
性子減速材はベリリウムの酸化物、被覆管はステンレス
スチ−ルからなっている。ブランケット燃料ペレット１
１と中性子減速材ペレット１２は燃料要素２の長手方向
の中央部に交互に、炉心燃料ペレット１０は上下の非中
央部にそれぞれ配置されている。各部の寸法は、被覆管
６の内径６．７ｍｍに対して、ペレットの直径が６．５
ｍｍ、ペレットの長さが１０．０ｍｍである。炉心燃料
ペレット１０の長さの合計は８０ｃｍ、ブランケット燃
料ペレット１１の長さの合計と中性子減速材ペレット１
２の長さの合計との和は２０ｃｍである。The core fuel is a mixture of plutonium and uranium oxide, the blanket fuel is a depleted uranium oxide, the neutron moderator is a beryllium oxide, and the cladding is a stainless steel. Blanket fuel pellets 1
1 and neutron moderator pellets 12 are alternately arranged in the central portion of the fuel element 2 in the longitudinal direction, and the core fuel pellets 10 are arranged in the upper and lower non-central portions. With respect to the size of each part, the diameter of the pellet is 6.5 with respect to the inner diameter of 6.7 mm of the covering tube 6.
mm, the length of the pellet is 10.0 mm. The total length of the core fuel pellets 10 is 80 cm, the total length of the blanket fuel pellets 11 and the neutron moderator pellet 1
The sum of the two lengths is 20 cm.

【００２２】図２は、図１の燃料集合体１を炉心燃料集
合体１３として、複数個円柱形状に束ねて炉心領域に充
填され、炉心領域の周りを複数個の径方向ブランケット
燃料集合体１４で囲んだ状態のものを縦断面して、炉心
燃料、ブランケット燃料及び中性子減速物質の配置状態
を説明した図である。FIG. 2 shows a plurality of the fuel assemblies 1 of FIG. 1 as core fuel assemblies 13 which are bundled into a cylindrical shape and filled in the core region, and a plurality of radial blanket fuel assemblies 14 around the core region. FIG. 4 is a view for explaining the arrangement state of the core fuel, blanket fuel, and neutron moderating substance by longitudinally crossing the one surrounded by.

【００２３】炉心燃料集合体１３のうち、炉心燃料集合
体１３ａにはプルトニウム富化度の低い炉心燃料を、炉
心燃料集合体１３ｂにはプルトニウム富化度の高い炉心
燃料をそれぞれ装荷している。また、炉心燃料集合体１
３ａと炉心燃料集合体１３ｂの各中央部１３ａｃと１３
ｂｃには、ブランケット燃料と中性子減速物質との混在
物質を充填している。更に、径方向ブランケット燃料集
合体１４にはブランケット燃料だけを充填している。In the core fuel assembly 13, the core fuel assembly 13a is loaded with core fuel having a low plutonium enrichment, and the core fuel assembly 13b is loaded with core fuel having a high plutonium enrichment. In addition, the core fuel assembly 1
3a and the central portions 13ac and 13 of the core fuel assembly 13b.
The bc is filled with a mixed material of blanket fuel and neutron moderating material. Further, the radial blanket fuel assembly 14 is filled with blanket fuel only.

【００２４】従来技術の燃料集合体を使用した炉心にお
いては、冷却材流量が減少するような原子炉過渡事象が
発生して、冷却材である液体ナトリウムの温度が上昇し
た場合、炉心領域全体で中性子の平均エネルギ−が増大
するため、反応度が高くなっていた。これに対して、こ
の実施例の燃料集合体を使用した炉心では、炉心の反応
度に最も寄与する炉心中央部にブランケット燃料と中性
子減速物質が混在しているため、この混在領域の中性子
の平均エネルギ−は依然として低く保たれ、炉心の反応
度の増大幅は小さい。In the core using the fuel assembly of the prior art, when a reactor transient event such as a decrease in the coolant flow rate occurs and the temperature of liquid sodium as the coolant rises, the entire core region is affected. Since the average energy of neutrons increased, the reactivity was high. On the other hand, in the core using the fuel assembly of this example, since the blanket fuel and the neutron moderating substance are mixed in the core central part that most contributes to the reactivity of the core, the average of the neutrons in this mixed region The energy is still kept low and the increase in reactivity of the core is small.

【００２５】また、定常運転中においても、炉心領域中
央部の中性子の平均エネルギ−が従来の炉心よりも低い
ため、この領域において、ウラン−２３８の中性子捕獲
断面積が大きくなり、プルトニウム−２３９の生成が促
進される。炉心領域中央部に生成されるプルトニウム−
２３９は、炉心領域非中央部の燃料の燃焼に伴う反応度
損失を補償するので、燃焼に伴う正味の反応度損失は小
さい。Further, even during steady operation, the average energy of neutrons in the central portion of the core region is lower than that of the conventional core. Therefore, in this region, the neutron capture cross section of uranium-238 becomes large and plutonium-239 Production is promoted. Plutonium produced in the central region of the core
Since 239 compensates for the reactivity loss associated with the combustion of the fuel in the non-central portion of the core region, the net reactivity loss associated with the combustion is small.

【００２６】一方、特開平１−１２９１９号公報に開示
されている従来技術では、ブランケット燃料と中性子減
速物質を混在させた燃料集合体は、径方向ブランケット
燃料集合体として、反応度への寄与が小さい炉心領域の
周囲に配置しているので、この実施例のような効果は得
られない。On the other hand, in the prior art disclosed in JP-A-1-129919, a fuel assembly in which a blanket fuel and a neutron moderator substance are mixed together contributes to the reactivity as a radial blanket fuel assembly. Since it is arranged around the small core region, the effect of this embodiment cannot be obtained.

【００２７】したがって、この実施例によれば、冷却材
流量減少などのプラント過渡事象に対して固有の安全性
を持つとともに、定常運転時の燃焼による反応度損失の
小さい炉心が提供できる。Therefore, according to this embodiment, it is possible to provide a core having inherent safety against a plant transient event such as a coolant flow rate reduction and having a small reactivity loss due to combustion during steady operation.

【００２８】次に、上記の図２に示す第１実施例とは、
それぞれ異なる第２実施例〜第４実施例を図３〜図５を
用いて説明する。図３〜図５は、図２と同様に、図１
（ｂ）に示す燃料要素２を装荷した燃料集合体１が炉心
燃料集合体１３として、複数個円柱形状に束ねられて炉
心領域に充填され、炉心領域の周りを複数個の径方向ブ
ランケット燃料集合体１４で囲んだ状態のものを縦断面
して、炉心燃料、ブランケット燃料及び中性子減物質の
配置状態を示した図である。Next, the first embodiment shown in FIG.
Second to fourth embodiments which are different from each other will be described with reference to FIGS. 3 to 5 are similar to FIG.
A plurality of the fuel assemblies 1 loaded with the fuel elements 2 shown in (b) are bundled as a core fuel assembly 13 in a cylindrical shape and filled in the core region, and a plurality of radial blanket fuel assemblies around the core region. It is the figure which showed the thing of the state surrounded by the body 14 in the longitudinal section, and has shown the arrangement state of the core fuel, the blanket fuel, and the neutron reduction substance.

【００２９】ただし、図２の場合とは炉心領域における
炉心燃料領域、ブランケット燃料と中性子減速物質との
混在領域、及び同じ炉心燃料領域においてもプルトニウ
ム富化度が相違する領域などについての配置状態がそれ
ぞれ異なっている。更に、図４及び図５の場合は、炉心
領域内の炉心の径方向の内側に炉心燃料集合体１３が複
数個円柱形状に束ねられて充填され、外側に中心部及び
非中心部とも炉心燃料からなる炉心燃料集合体１５が充
填されている点が異なっている。However, the arrangement of the core fuel region in the core region, the mixed region of the blanket fuel and the neutron moderator, and the region in which the plutonium enrichment is different in the same core fuel region is different from that in FIG. Each is different. Further, in the case of FIGS. 4 and 5, a plurality of core fuel assemblies 13 are bundled and packed in a cylindrical shape inside the core region in the radial direction of the core, and the core fuel assemblies 13 are packed outside and filled with the core fuel and the non-center part. It is different in that the core fuel assembly 15 consisting of is filled.

【００３０】図３は、第２実施例で、炉心燃料集合体１
３のうち、炉心燃料集合体１３ｃと炉心燃料集合体１３
ｄの各炉心燃料のプルトニウム富化度が同じ場合であ
る。また、１３ｃｃ及び１３ｄｃは、それぞれ炉心燃料
集合体１３ｃ及び炉心燃料集合体１３ｄの中のブランケ
ット燃料ペレット１１と中性子減速材ペレット１２との
混在領域である。この実施例の特徴は、ブランケット燃
料ペレット１１と中性子減速材ペレット１２との混在領
域の長さが炉心燃料集合体１３ｃでは大きく、炉心燃料
集合体１３ｄでは小さくしたことであり、第１実施例と
同様の効果が得られる。更に、炉心燃料のプルトニウム
富化度は一種類のままで、炉心径方向の出力分布を平坦
化できる効果がある。FIG. 3 shows a core fuel assembly 1 according to the second embodiment.
Of the three, the core fuel assembly 13c and the core fuel assembly 13
This is the case where the plutonium enrichment of each core fuel of d is the same. 13cc and 13dc are mixed regions of the blanket fuel pellets 11 and the neutron moderator pellets 12 in the core fuel assembly 13c and the core fuel assembly 13d, respectively. The feature of this embodiment is that the length of the mixed region of the blanket fuel pellets 11 and the neutron moderator pellets 12 is large in the core fuel assembly 13c and small in the core fuel assembly 13d. The same effect can be obtained. Furthermore, the plutonium enrichment of the core fuel remains the same, and there is an effect that the power distribution in the core radial direction can be flattened.

【００３１】図４は、第３実施例で、炉心燃料集合体１
３と、中心部及び非中心部とも炉心燃料を装荷した炉心
燃料集合体１５が炉心領域に充填され、炉心燃料集合体
１３と、中心部及び非中心部とも炉心燃料からなる炉心
燃料集合体１５における各炉心燃料のプルトニウム富化
度が同じ場合である。この実施例では、ブランケット燃
料ペレット１１と中性子減速材ペレット１２の混在領域
１３ｅｃを炉心領域内の径方向の内側に装荷する炉心燃
料集合体１３だけに設けている。炉心の周辺領域ほど、
反応度への寄与は小さくなるため、ブランケット燃料ペ
レット１１と中性子減速材ペレット１２の混在領域を炉
心の周辺領域には設けなくとも、第１実施例の場合と同
様の効果を得ることができる。FIG. 4 shows a core fuel assembly 1 according to the third embodiment.
3, a core fuel assembly 15 in which core fuel is loaded in both the central portion and the non-central portion is filled in the core region, and the core fuel assembly 13 and the core fuel assembly 15 including the core fuel in both the central portion and the non-central portion Plutonium enrichment of each core fuel in is the same. In this embodiment, the mixed region 13ec of the blanket fuel pellets 11 and the neutron moderator pellets 12 is provided only in the core fuel assembly 13 loaded inside in the radial direction in the core region. The area around the core,
Since the contribution to the reactivity becomes small, the same effect as in the first embodiment can be obtained without providing the mixed region of the blanket fuel pellets 11 and the neutron moderator pellets 12 in the peripheral region of the core.

【００３２】図５は、第４実施例で、炉心燃料集合体１
３と、中心部及び非中心部とも炉心燃料を装荷した炉心
燃料集合体１５が炉心領域に充填され、炉心燃料集合体
１３のうち、炉心燃料集合体１３ｆと炉心燃料集合体１
３ｇの炉心燃料のプルトニウム富化度が同じ場合であ
る。１３ｆｃ及び１３ｇｃは、それぞれ炉心燃料集合体
１３ｆ及び１３ｇにおけるブランケット燃料ペレット１
１と中性子減速材ペレット１２の混在領域である。この
実施例では、この混在領域の長さを、炉心燃料集合体１
ｆでは大きく、炉心燃料集合体１ｇでは小さくしたこと
を特徴にしており、他の実施例と同様の効果が得られる
だけでなく、炉心燃料のプルトニウム富化度は一種類の
ままで、炉心径方向の出力分布を一層平坦化することが
可能となる。FIG. 5 shows a core fuel assembly 1 according to a fourth embodiment.
3 and core fuel assemblies 15 loaded with core fuel in both the central and non-central parts are filled in the core region, and among the core fuel assemblies 13, the core fuel assemblies 13f and the core fuel assemblies 1 are included.
This is the case when the plutonium enrichment of 3 g of core fuel is the same. 13fc and 13gc are blanket fuel pellets 1 in the core fuel assemblies 13f and 13g, respectively.
1 and the neutron moderator pellet 12 are mixed regions. In this embodiment, the length of the mixed region is set to the core fuel assembly 1
It is characterized in that it is large in f and small in the core fuel assembly 1g, and not only the same effect as in the other examples can be obtained, but also the plutonium enrichment degree of the core fuel remains one type and the core diameter It is possible to further flatten the output distribution in the direction.

【００３３】更に、第５実施例〜第７実施例を、図６〜
図８に示している。なお、図６〜図８が第１実施例を示
す図１と異なる点は、燃料要素２に封入されるペレット
の種類及び封入された各種ペレットの配置状態である。Furthermore, the fifth to seventh embodiments will be described with reference to FIGS.
It is shown in FIG. 6 to 8 are different from FIG. 1 showing the first embodiment in the types of pellets enclosed in the fuel element 2 and the arrangement of the enclosed pellets.

【００３４】図６（ａ）は、第５実施例の燃料集合体１
を、図６（ｂ）は図６（ａ）の燃料集合体１に装荷した
燃料要素２を示している。燃料要素２の長手方向の中央
部に中性子減速材ペレット１２を、中性子減速材ペレッ
ト１２を挾んで、この上下にブランケット燃料ペレット
１１を、更に上下の非中央部に炉心燃料ペレット１０を
配置した場合である。FIG. 6A shows the fuel assembly 1 of the fifth embodiment.
6 (b) shows the fuel element 2 loaded on the fuel assembly 1 of FIG. 6 (a). A case where a neutron moderator pellet 12 is placed in the center of the fuel element 2 in the longitudinal direction, a neutron moderator pellet 12 is sandwiched between the fuel element 2 and blanket fuel pellets 11 above and below the core fuel pellet 10 Is.

【００３５】図７（ａ）は、第６実施例の燃料集合体１
を、図７（ｂ）は図７（ａ）の燃料集合体１に装荷した
燃料要素２を示している。燃料要素２の長手方向の中央
部にブランケット燃料ペレット１１を、ブランケット燃
料ペレット１１を挾んで、この上下に中性子減速材ペレ
ット１２を、更に上下の非中央部に炉心燃料ペレット１
０を配置した場合である。FIG. 7A shows the fuel assembly 1 of the sixth embodiment.
7 (b) shows the fuel element 2 loaded on the fuel assembly 1 of FIG. 7 (a). A blanket fuel pellet 11 is sandwiched in the center of the fuel element 2 in the longitudinal direction, a blanket fuel pellet 11 is sandwiched between the fuel element 2 and neutron moderator pellets 12 above and below the core fuel pellet 1 in the upper and lower non-central portions.
This is the case where 0 is arranged.

【００３６】図８（ａ）は、第７実施例の燃料集合体１
を、図８（ｂ）及び図８（ｃ）は図８（ａ）の燃料集合
体１に装荷した燃料要素２を示している。図８（ｂ）は
燃料要素２の長手方向の中央部に中性子減速材ペレット
１２を、上下の非中央部に炉心燃料ペレット１０を配置
した第１の燃料要素２、図８（ｃ）は燃料要素２の長手
方向の中央部にブランケット燃料ペレット１１を、上下
の非中央部に炉心燃料ペレット１０を配置した第２の燃
料要素２である。燃料集合体１は、第１の燃料要素２と
第２の燃料要素２とを複数本混在させて構成している。FIG. 8A shows the fuel assembly 1 of the seventh embodiment.
8 (b) and 8 (c) show the fuel element 2 loaded on the fuel assembly 1 of FIG. 8 (a). FIG. 8 (b) is a first fuel element 2 in which the neutron moderator pellets 12 are arranged in the central portion in the longitudinal direction of the fuel element 2 and the core fuel pellets 10 are arranged in the upper and lower non-central portions, and FIG. 8 (c) shows the fuel. The second fuel element 2 has the blanket fuel pellets 11 arranged in the central portion of the element 2 in the longitudinal direction and the core fuel pellets 10 arranged in the upper and lower non-central portions. The fuel assembly 1 is configured by mixing a plurality of first fuel elements 2 and second fuel elements 2.

【００３７】すなわち、第５実施例〜第７実施例を含
め、上記のいずれかの実施例で説明した燃料集合体を適
宜、単独又は複数の種類を組合せて炉心を構成すること
により、本発明の効果を得ることができる。That is, the fuel assembly described in any one of the above embodiments, including the fifth to seventh embodiments, may be used alone or in combination of a plurality of types to form a core, thereby realizing the present invention. The effect of can be obtained.

【００３８】[0038]

【発明の効果】本発明によれば、高速増殖炉において、
液体ナトリウムの温度上昇に伴う炉心の反応度増大が緩
和でき、冷却材流量減少等の原子炉の過渡事象に対する
固有の安全性を実現することができる。According to the present invention, in a fast breeder reactor,
The increase in the reactivity of the core due to the increase in the temperature of liquid sodium can be mitigated, and the inherent safety against the transient event of the reactor such as the decrease of the coolant flow rate can be realized.

【００３９】また、原子炉運転に伴う反応度損失が低減
でき、運転期間の長期化による経済上の効果が大きい。Further, the loss of reactivity due to the operation of the nuclear reactor can be reduced, and the economic effect is large due to the extension of the operation period.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

【図１】第１実施例の燃料集合体及び燃料要素の各模式
半縦断面図並びに燃料要素の要部を拡大した模式縦断面
図である。FIG. 1 is a schematic longitudinal cross-sectional view of a fuel assembly and a fuel element of a first embodiment and an enlarged schematic vertical cross-sectional view of a main part of a fuel element.

【図２】第１実施例における炉心領域の炉心燃料などの
配置状態の説明図である。FIG. 2 is an explanatory diagram of an arrangement state of core fuel and the like in a core region in the first embodiment.

【図３】第２実施例における炉心領域の炉心燃料などの
配置状態の説明図である。FIG. 3 is an explanatory diagram of an arrangement state of core fuel and the like in a core region in the second embodiment.

【図４】第３実施例における炉心領域の炉心燃料などの
配置状態の説明図である。FIG. 4 is an explanatory diagram of an arrangement state of core fuel and the like in a core region in the third embodiment.

【図５】第４実施例における炉心領域の炉心燃料などの
配置状態の説明図である。FIG. 5 is an explanatory diagram of an arrangement state of core fuel and the like in a core region in the fourth embodiment.

【図６】第５実施例の燃料集合体及び燃料要素の各模式
半縦断面図である。FIG. 6 is a schematic half longitudinal sectional view of a fuel assembly and a fuel element according to a fifth embodiment.

【図７】第６実施例の燃料集合体及び燃料要素の各模式
半縦断面図である。FIG. 7 is a schematic semi-longitudinal sectional view of a fuel assembly and a fuel element according to a sixth embodiment.

【図８】第７実施例の燃料集合体及び燃料要素の各模式
半縦断面図である。FIG. 8 is a schematic semi-longitudinal sectional view of a fuel assembly and a fuel element according to a seventh embodiment.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

１…燃料集合体、２…燃料要素、３…ラッパ管、６…被
覆管、１０…炉心燃料ペレット、１１…ブランケット燃
料ペレット、１２…中性子減速材ペレット、１３…炉心
燃料集合体、１４…径方向ブランケット燃料集合体、１
５…中心部及び非中心部とも炉心燃料からなる炉心燃料
集合体。DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Fuel assembly, 2 ... Fuel element, 3 ... Trumpet tube, 6 ... Cladding tube, 10 ... Core fuel pellet, 11 ... Blanket fuel pellet, 12 ... Neutron moderator pellet, 13 ... Core fuel assembly, 14 ... Diameter Directional blanket fuel assembly, 1
5 ... A core fuel assembly in which both the central part and the non-central part are composed of core fuel.

Claims (8)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項１】 核***性物質を富化した炉心燃料、燃料
親物質を主成分とするブランケット燃料、及び中性子減
速物質を装荷した燃料集合体において、前記燃料集合体
の長手方向の中央部は前記ブランケット燃料と前記中性
子減速物質の混在する領域であり、長手方向の非中央部
は前記炉心燃料の存在する領域であることを特徴とする
燃料集合体。1. A core fuel enriched with fissile material, a blanket fuel containing a fuel parent material as a main component, and a fuel assembly loaded with a neutron moderator material, wherein a central portion in a longitudinal direction of the fuel assembly is A fuel assembly, which is a region where a blanket fuel and the neutron moderating substance are mixed, and a non-central portion in a longitudinal direction is a region where the core fuel is present. 【請求項２】 核***性物質を富化した炉心燃料、燃料
親物質を主成分とするブランケット燃料、及び中性子減
速物質を装荷した燃料集合体において、前記燃料集合体
は長手方向の中央部ほど、中性子の巨視的散乱断面積が
大きい構成であることを特徴とする燃料集合体。2. A core fuel enriched with fissile material, a blanket fuel containing a fuel parent material as a main component, and a fuel assembly loaded with a neutron moderator material, wherein the fuel assembly is closer to a central portion in a longitudinal direction, A fuel assembly characterized by having a large neutron macroscopic scattering cross section. 【請求項３】 核***性物質を富化した炉心燃料ペレッ
ト、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレッ
ト、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速材ペ
レットを被覆管に封入してなる燃料要素を、複数本束ね
てなる燃料集合体において、前記燃料要素の長手方向の
中央部は前記ブランケット燃料ペレットと前記中性子減
速材ペレットの混在する領域、長手方向の非中央部は前
記炉心燃料ペレットの存在する領域であることを特徴と
する燃料集合体。3. A fuel obtained by enclosing a core fuel pellet enriched with fissile material, a blanket fuel pellet containing a fuel parent substance as a main component, and a neutron moderator pellet containing a neutron moderator as a main component in a cladding tube. In the fuel assembly formed by bundling a plurality of elements, the central portion in the longitudinal direction of the fuel element is a region where the blanket fuel pellets and the neutron moderator pellets are mixed, and the non-central portion in the longitudinal direction is the core fuel pellets. A fuel assembly characterized by being an existing region. 【請求項４】 核***性物質を富化した炉心燃料ペレッ
ト、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレッ
ト、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速材ペ
レットを被覆管に封入してなる燃料要素を、複数本束ね
てなる燃料集合体において、前記燃料要素の長手方向の
中央部は前記中性子減速材ペレットの存在する領域、該
中性子減速材ペレットを挾んだ上下部分は前記ブランケ
ット燃料ペレットの存在する領域、及び非中央部は前記
炉心燃料ペレットの存在する領域であることを特徴とす
る燃料集合体。4. A fuel obtained by enclosing a core fuel pellet enriched with fissile material, a blanket fuel pellet containing a fuel parent substance as a main component, and a neutron moderator pellet containing a neutron moderator as a main component in a cladding tube. In a fuel assembly formed by bundling a plurality of elements, the central portion in the longitudinal direction of the fuel element is a region where the neutron moderator pellets are present, and the upper and lower parts sandwiching the neutron moderator pellets are the blanket fuel pellets. A fuel assembly characterized in that the existing region and the non-central part are regions where the core fuel pellets exist. 【請求項５】 核***性物質を富化した炉心燃料ペレッ
ト、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレッ
ト、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速材ペ
レットを被覆管に封入してなる燃料要素を、複数本束ね
てなる燃料集合体において、前記燃料要素の長手方向の
中央部は前記ブランケット燃料ペレットの存在する領
域、該ブランケット燃料ペレットを挾んだ上下部分は前
記中性子減速材ペレットの存在する領域、及び非中央部
は前記炉心燃料ペレットの存在する領域であることを特
徴とする燃料集合体。5. A fuel obtained by enclosing a core fuel pellet enriched with fissile material, a blanket fuel pellet containing a fuel parent substance as a main component, and a neutron moderator pellet containing a neutron moderator as a main component in a cladding tube. In a fuel assembly formed by bundling a plurality of elements, the central portion in the longitudinal direction of the fuel element is a region where the blanket fuel pellets are present, and the upper and lower portions sandwiching the blanket fuel pellets are the presence of the neutron moderator pellets. The fuel assembly, in which the core region and the non-central part are regions where the core fuel pellets exist. 【請求項６】 核***性物質を富化した炉心燃料ペレッ
ト、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレッ
ト、及び中性子減速物質を主成分とする中性子減速材ペ
レットを被覆管に封入してなる燃料要素を、複数本束ね
てなる燃料集合体において、前記炉心燃料ペレットと前
記ブランケット燃料ペレットを被覆管に封入し、前記被
覆管の長手方向の中央部は前記ブランケット燃料ペレッ
トの存在する領域、非中央部は前記炉心燃料ペレットの
存在する領域である第１の燃料要素、及び前記炉心燃料
ペレットと前記中性子減速材ペレットを被覆管に封入
し、前記被覆管の長手方向の中央部は前記中性子減速材
ペレットの存在する領域、非中央部は前記炉心燃料ペレ
ットの存在する領域である第２の燃料要素が複数本混在
してなることを特徴とする燃料集合体。6. A fuel obtained by enclosing a core fuel pellet enriched with fissile material, a blanket fuel pellet containing a fuel parent material as a main component, and a neutron moderator pellet containing a neutron moderator as a main component in a cladding tube. In a fuel assembly formed by bundling a plurality of elements, the core fuel pellets and the blanket fuel pellets are enclosed in a cladding tube, and the central portion in the longitudinal direction of the cladding tube is a region where the blanket fuel pellets are present, and a non-center portion. The first part is a region where the core fuel pellets are present, and the core fuel pellets and the neutron moderator pellets are enclosed in a cladding tube, and the central part in the longitudinal direction of the cladding tube is the neutron moderator. A plurality of second fuel elements, which are regions in which the core fuel pellets are present, are mixed in the region in which the pellets are present and in the non-central portion, Fuel assembly to do. 【請求項７】 炉心燃料を装荷した炉心燃料集合体が複
数個存在する炉心領域、該炉心領域の周囲はブランケッ
ト燃料を装荷したブランケット燃料集合体が複数個存在
する径方向ブランケット領域からなる炉心において、請
求項１〜６のいずれかに記載の燃料集合体を複数個束ね
て、前記炉心領域を構成してなることを特徴とする炉
心。7. A core comprising a core region in which a plurality of core fuel assemblies loaded with core fuel exist, and a radial blanket region in which the periphery of the core region includes a plurality of blanket fuel assemblies loaded with blanket fuel. A core comprising a plurality of the fuel assemblies according to any one of claims 1 to 6 bound to form the core region. 【請求項８】 炉心燃料を装荷した炉心燃料集合体が複
数個束存在する炉心領域、該炉心領域の周囲はブランケ
ット燃料を装荷したブランケット燃料集合体が複数個存
在する径方向ブランケット領域からなる炉心において、
前記炉心領域内の炉心径方向の内側に請求項１〜６のい
ずれかに記載の燃料集合体よりなる第１の燃料集合体
と、炉心径方向の外側に長手方向の中央部及び非中央部
の各領域ともに炉心燃料が存在する第２の燃料集合体を
配置してなることを特徴とする炉心。8. A core comprising a core region in which a plurality of core fuel assemblies loaded with core fuel exist, and a radial blanket region surrounding the core region in which a plurality of blanket fuel assemblies loaded with blanket fuel exist. At
A first fuel assembly comprising the fuel assembly according to any one of claims 1 to 6 inside the core region in the radial direction of the core, and a central part and a non-central part in the longitudinal direction on the outside in the core radial direction. A core is characterized in that a second fuel assembly containing core fuel is arranged in each of the regions.
JP3191653A 1991-07-08 1991-07-31 Fuel assemblies and cores Expired - Fee Related JP3031644B2 (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP3191653A JP3031644B2 (en) 1991-07-31 1991-07-31 Fuel assemblies and cores
FR9208361A FR2679062B1 (en) 1991-07-08 1992-07-07 FAST REGENERATOR REACTOR CORE AND FUEL ASSEMBLY USED IN SUCH A CORE.

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP3191653A JP3031644B2 (en) 1991-07-31 1991-07-31 Fuel assemblies and cores

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0534479A true JPH0534479A (en) 1993-02-09
JP3031644B2 JP3031644B2 (en) 2000-04-10

Family

ID=16278236

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP3191653A Expired - Fee Related JP3031644B2 (en) 1991-07-08 1991-07-31 Fuel assemblies and cores

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP3031644B2 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013520657A (en) * 2010-02-22 2013-06-06 アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー Small fast neutron spectrum nuclear power plant with long refueling intervals
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9640283B2 (en) 2010-01-29 2017-05-02 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
JP2013520657A (en) * 2010-02-22 2013-06-06 アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー Small fast neutron spectrum nuclear power plant with long refueling intervals
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix

Also Published As

Publication number Publication date
JP3031644B2 (en) 2000-04-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH04301593A (en) Fuel assembly
JP3788045B2 (en) Fuel assembly
JPH051912B2 (en)
JP3514869B2 (en) Fuel assemblies for boiling water reactors
JP3031644B2 (en) Fuel assemblies and cores
JPH07311291A (en) Fuel assembly
JP2886555B2 (en) Fuel assembly for boiling water reactor
JPS60201284A (en) Fuel aggregate
JP3039001B2 (en) Reactor core
JPS6319032B2 (en)
JPS5927287A (en) Fast breeder
JP2786656B2 (en) Fast reactor core and refueling method
JPH0552475B2 (en)
JP4351798B2 (en) Fuel assemblies and reactors
JPH04265896A (en) Fuel assembly
JP2523615B2 (en) Light water reactor core
JPH0827370B2 (en) Boiling water reactor
JPH0382994A (en) Fuel assembly and reactor core
JP2002196090A (en) Fuel assembly
JP2809626B2 (en) Fuel assembly
JP3314382B2 (en) Fuel assembly
JP2003185774A (en) Fuel assembly
JP2001091682A (en) Fuel assembly and core for fast reactor
JPH04122888A (en) Fuel assembly and core of nuclear reactor
JPS63231293A (en) Core for nuclear reactor

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees